Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
ANALISIS PROBABILISTIK BANJIR EKSTERNAL TERHADAP DESAIN PWR GENERASI III+ D. T. Sony Tjahyani Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN)-BATAN Kawasan Puspiptek Serpong Tangerang Selatan Telp./Faks. 021-7560912 / 021-7560913 Email:
[email protected]
ABSTRAK ANALISIS PROBABILISTIK BANJIR EKSTERNAL TERHADAP DESAIN PWR GENERASI III+. Dalam desain reaktor daya dipertimbangkan kejadian awal terpostulasi (PIE) yang didefinisikan sebagai kejadian yang teridentifikasi pada desain yang menimbulkan kejadian operasional terantisipasi atau kecelakaan dan ancaman terhadap fungsi keselamatan. PIE berupa kejadian internal dan bahaya yang terdiri atas internal dan eksternal. Bahaya eksternal meliputi gempa, banjir, kebakaran, kejadian ulah manusia, dan lain-lainnya. Pengaruh banjir dapat menyebabkan kecelakaan yang parah. Analisis keselamatan dalam reaktor daya dapat dilakukan secara deterministik dan probabilistik. Makalah ini menganalisis secara probabilistik kemampuan desain PWR generasi III+ dalam mengantisipasi terhadap banjir eksternal. PWR generasi III+ yang digunakan sebagai bahan analisis adalah AP-1000, US-APWR dan US-EPR. Kajian dilakukan berdasarkan tata letak desain dan model rantai markov. Dari hasil analisis menunjukkan bahwa berdasarkan konsep desain pada PWR generasi III+, maka desain mampu mengantisipasi terjadinya banjir eksternal yang mengancam terhadap keselamatan dengan probabilitas gagal sekitar 10-4 – 10-6. Hasil analisis juga menunjukkan bahwa pada PWR generasi III+ jenis pasif, kejadian awal terpostulasi banjir eksternal dapat diabaikan. Kata kunci: Kejadian awal terpostulasi, Analisis probabilistik, PWR generasi III+, Banjir eksternal
ABSTRACT PROBABILISTIC ANALYSIS FOR EXTERNAL FLOODING TO GENERATION III + PWR. On the power reactor design is considered postulated initiating event (PIE) that is defined as an event identified in design as leading to anticipated operational occurrences or accident and threaten to safety function. PIEs are internal event and hazard that is consist of internal and external. External hazard include seismic, flooding, fire, human induced, etc. Flooding effect can cause severe accident. Safety analysis in the power reactor can be done by deterministc and probabilistic. This paper is to analyze capability of generation III+ PWR design to anticipate external flooding by probabilistic. Generation III+ PWR which used as object for analysis is AP-1000, US-APWR and US-EPR. The assessmnet is done based on design layout and markov chain model. The analysis results showed that based on generation III+ design concept, so design is able to anticipate external flooding event which threaten to safety with failure probability about 10-4 – 10-6 . Moreover, the assessment results showed that postulated initiating event of external flooding can be eliminated on generation III+ PWR of passive type. Keywords: Postulated initiating event, Probabilistic analysis, Generation III+ PWR, External flooding
1.
PENDAHULUAN
Berdasarkan pedoman IAEA dan Peraturan Kepala Bapeten disebutkan bahwa dalam desain reaktor daya (PLTN) perlu mempertimbangkan kejadian awal terpostulasi (PIE, postulated initiating event) yaitu kejadian yang teridentifikasi pada desain yang menimbulkan kejadian operasional terantisipasi atau kecelakaan dan ancaman terhadap fungsi
ISSN 1979-1208
216
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional keselamatan [1-3]. PIE tersebut apabila tidak dilakukan mitigasi oleh sistem keselamatan dan tindakan operator akan menimbulkan kerusakan teras (core damage) atau kerusakan bahan bakar. PIE dapat berupa kejadian internal dan bahaya. Kejadian internal disebabkan oleh kegagalan komponen dan kesalahan operator, sedangkan bahaya terdiri atas bahaya internal dan eksternal. Bahaya internal berasal dari dalam tapak reaktor, baik di dalam maupun di luar instalasi, sedangkan bahaya eksternal berasal luar tapak [4]. Bahaya eksternal pada umumnya dapat dieliminasi dalam pemilihan tapak, namun beberapa jenis bahaya masih tetap ada dan harus dipertimbangkan dalam desain. Beberapa jenis bahaya eksternal yang dipertimbangkan adalah gempa, banjir, kebakaran, kejadian ulah manusia (human induced), dan lain-lainya [5,6]. Salah satu infrastruktur dalam persiapan pembangunan PLTN adalah TSO (Technical Support Organization). Sebagian tugas dari institusi ini adalah mampu melakukan evaluasi keselamatan reaktor yang akan dibangun berdasarkan permintaan pemilik (owner) maupun badan regulasi. BATAN khususnya Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir harus dapat berfungsi sebagai TSO. PWR (Pressurized Water Reactor) merupakan salah satu jenis reaktor daya yang mempunyai kemungkinan untuk dibangun di Indonesia. Pada saat ini, PLTN tipe PWR yang banyak dibangun adalah termasuk generasi III + baik secara pasif maupun aktif antara lain: AP-1000 (Advanced Passive Pressurized Water Reactor 1000), US-EPR (US-Evolutionary Power Reactor) dan US-APWR (US-Advanced Pressurized Water Reactor). Maka dari itu sebagai TSO sangatlah penting menganalisis desain PWR generasi III + yaitu tipe yang mempunyai peluang besar untuk dibangun dalam program PLTN di Indonesia. PSA (Probabilistic Safety Assessment) menentukan probabilitas dan resiko dari lepasan produk fisi dari PLTN yang disebabkan oleh kerusakan teras dan kerusakan bahan bakar bekas, maka dari itu dalam analisis perlu dikaji ketahanan desain untuk mencegah terjadinya kerusakan teras pada saat operasi daya penuh serta kerusakan bahan bakar bekas pada kondisi penyimpanan atau fasilitas limbah. Maka dari itu dalam desain perlu diimplementasikan agar bahaya eksternal tidak mempengaruhi sistem keselamatan termasuk sistem pendukungnya. Kegagalan sistem tersebut akan menyebabkan kerusakan teras atau bahan bakar bekas. Dalam penelitian sebelumnya telah dilakukan analisis kejadian internal terhadap desain PWR generasi III+ [7]. Dari kajian tersebut terlihat, walaupun kejadian internal mempunyai kontribusi terbesar dalam kerusakan teras, namun harus dipertimbangkan pula bahaya eksternal karena mempunyai efek sekunder dan bertingkat (secondary and cascading effect). Pengalaman di Fukushima Dai-ichi telah menunjukkan bahwa karena kejadian banjir eksternal yang disebabkan oleh tsunami mengakibatkan rentetan kejadian (event sequence) sehingga menimbulkan kecelakaan nuklir yang serius. Tujuan dari makalah ini adalah menganalisis secara probabilistik kemampuan desain PWR generasi III+ dalam mengantisipasi terhadap banjir eksternal. Metoda yang dilakukan adalah dengan menggunakan kajian berdasarkan tata letak (layout) sistem keselamatan serta pembuatan model dengan analisis rantai markov (markov chain).
2.
BANJIR, TATA LETAK DESAIN PWR GENERASI III+ DAN METODOLOGI
2.1.
Banjir Secara prinsip banjir eksternal untuk negara tropis disebabkan dari 2 sumber yaitu berasal dari sungai dan pantai. Yang termasuk berasal dari kelompok sungai disebabkan oleh kegagalan bendungan dan turunnya hujan yang sangat ekstrim, sedangkan yang
ISSN 1979-1208
217
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional termasuk kelompok pantai disebabkan oleh tsunami, dan badai yang dapat membangkitkan gelombang tinggi. Konsekuensi akan terjadi pada fasilitas atau instalasi, bila ketinggian banjir melebihi tinggi kritis sehingga merusak struktur dan bangunan serta peralatan di dalam gedung jika aliran banjir menuju pintu yang tidak terlapisi (unsealed) dan terbuka. Dalam hal pengaruh banjir terhadap penggenangan peralatan keselamatan, maka yang perlu diperhatikan adalah ketinggian peralatan keselamatan pada tata letak peralatan. 2.2.
Karakteristik Desain PWR Generasi III+ AP-1000, US-APWR dan US-EPR termasuk PLTN generasi III+ yaitu mempunyai karakteristik terhadap peningkatan keselamatan dan kinerja yang lebih baik dibandingkan dengan PWR generasi II. Secara umum fitur dari PWR generasi III+ seperti ditunjukkan Tabel 1. Tabel 1. Fitur Desain PWR Generasi III+ [8] No. Item Fitur 1. Daya, MWe 1100 – 1700 2. Efisiensi, % 34- 39 3. Ketersediaan, % 80 – 95 4. Lifetime, tahun 60 -1 5. Frekuensi kerusakan teras, reaktor.tahun 10-7 – 10-5 6. Pengaruh minimal terhadap lingkungan 10-9 – 10-6 (LERF), reaktor.tahun-1 7. Burn-up, MWd/kg 60 - 100 8. Kekuatan desain terhadap gempa, g 0,25 – 0,30 9. Siklus bahan bakar, tahun 1-2 10. Mitigasi Kecelakaan parah* 11. Penerapan sistem pasif Banyak diimplementasikan pada sistem keselamatan 12. Tindakan operator Menambah waktu tanpa tindakan operator bila dibandingkan dengan desain PWR generasi II, bahkan beberapa desain sampai 72 jam 13. Pengungkung Rangkap (menggunakan venting annulus), menambah kekuatan, beberapa desain tahan terhadap tumbukan pesawat * PWR generasi II hanya sampai kecelakaan dasar desain Terhadap ekonomi dan keselamatan, pendekatan desain yang diterapkan pada PWR generasi III+ berdasarkan 2 tipe yaitu secara evolusioner (evolutionary) dan pasif. Untuk mencapai keekonomian, evolusioner dilakukan dengan peningkatan daya, sedangkan secara pasif dengan penyederhanaan dan pengurangan jumlah komponen. Dalam mencapai tingkat keselamatan, pendekatan evolusi dilakukan dengan melakukan keterpisahan fisik (physical separation) dan redundansi pada sistem aktif. Untuk secara pasif menerapkan sistem pasif pada fitur keselamatan teknis (ESF, Engineered safety Features). Desain yang termasuk PWR generasi III+ dengan menerapkan pendekatan secara evolusioner antara lain US-APWR dan US-EPR, sedangkan yang termasuk tipe pasif adalah
ISSN 1979-1208
218
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional AP-1000. Spesifikasi teknis penting yang berhubungan dengan ketiga tipe tersebut seperti ditunjukkan dalam Tabel 2.
No. 1. 2.
3.
4.
5.
6.
Tabel 2. Spesifikasi teknis US-APWR, US-EPR dan AP-1000 [9 - 11] Evolusioner Pasif Parameter US-APWR US-EPR AP-1000 Daya 4451/1700 MW 4250/1655 MW 3415/1117 MW termal/elektrik Karakteristik Fitur pasif Fitur pasif Penerapan fitur desain terbatas terbatas keselamatan pasif 4 kalang 4 kalang secara luas 4 pembangkit uap 4 pembangkit penyederhanaan vertikal uap vertikal operasi dan konstruksi 2 kalang 2 pembangkit uap vertikal 4 lengan dingin (cold leg) Sistem pendingin Tekanan: 15,5 Tekanan: 15,5 Tekanan: 15,5 reaktor MPa MPa MPa Temperatur Temperatur Temperatur outlet: 3250 C outlet: 3300 C outlet: 3210 C Sistem Pendingin 4 akumulator 4 akumulator Menggunakan 3 Teras Darurat (peningkatan 4 x 100% pompa sumber air (ECCS) kemampuan) tekanan medium secara pasif 4 x 50 % pompa (MPCI) yaitu: tekanan tinggi 4 x 100% pompa 2 CMT (Core (HPCI) tekanan rendah Makeup Tank) Tanpa (LPCI) 2 akumulator menggunakan 1 IRWST (Inpompa tekanan containment rendah (Tidak ada Refueling LPCI) Water Storage Tank) Sistem Pendingin 4 x 50% RHR Menggunakan RHR secara pasif Panas Sisa aktif sirkuit sekunder dengan penukar (RHRS) Alat penukar atau kombinasi panas kapasitas panas digunakan LPCI penuh bersama dengan IRWST terletak di sistem CHR atas kalang primer Memberikan buangan panas terhadap sistem Sistem Pemindah 4 x 50% sistem Tidak ada spray Pasif eksternal Panas CHR aktif Untuk beru pa melalui Pengungkung Pompa dan alat kecelakaan dinding (CHRS) penukar panas parah dengan pengungkung
ISSN 1979-1208
219
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional No.
7.
Parameter
Sistem kelistrikan
Evolusioner US-APWR digunakan bersama dengan RHR
US-EPR kapasitas 100%
4 trains
4 trains
2
x
Pasif AP-1000 terhadap dinding Peningkatan siram an air secara gravita si dari tangki ekster nal Tidak memerlukan spray pengungkung dan kipas pendi ngin 2 trains
Keselamatan yang berhubungan dengan tata letak secara umum terutama mengenai posisi generator diesel darurat, cadangan air pendingin serta jalur keselamatan yang dihubungkan dengan banjir eksternal seperti terlihat dalam Gambar 1, 2 dan 3. PWR Generasi II
*)
AP-1000
Gedung no. 1, 2, 3, 4, 5, 6, dan 7 merupakan bangunan seismik kategori I
1. Pelindung/Pengungkung 7. Tangki Penyimpan Air (RWST) 2. Gedung Bantu 8. Fasilitas Air Demineral 3. Daerah Bahan Bakar 9. Tangki Penyimpan Kondensat 4. Generator Diesel 10. Gedung Limbah 5. Rumah Pompa untuk Air Layanan 11. Gedung Penunjang 6. Penyimpan BBM Darurat Gambar 1. Perbandingan Tata Letak PWR Genrasi II dan AP-1000 [9]
ISSN 1979-1208
220
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
A/B PS/B
= =
T/B
=
Auxiliary Building R/B = Power Source AC/B = Building Turbine Building Gambar 2. Tata Letak US-APWR [10]
Reactor Building Access Control Building
Gambar 3. Tata Letak US-EPR [11] Berdasarkan tata letaknya dibandingkan dengan PWR generasi II, PWR generasi III + adalah lebih kompak dan bila dibandingkan dengan tipe pasif, maka beberapa bagian mempunyai penurunan klasifikasi seismik serta ruang generator diesel tidak termasuk kelas seismik. Sedangkan pada tipe aktif mempunyai fitur khusus yaitu ruang diesel dan sistem keselamatan mempunyai keterpisahan fisik yang ketat serta pada posisi yang berlawanan. Namun demikian, posisi ini juga berbeda antara US-APWR dan US-EPR yaitu sistem keselamatan pada US-APWR terletak di dalam gedung reaktor (reactor building), sedangkan US-EPR di luar.
ISSN 1979-1208
221
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
2.3.
Rantai Markov Salah satu metoda dalam teori probabilistik adalah dengan menggunakan rantai markov yaitu suatu teknik menentukan probabilitas kejadian berikutnya berdasarkan analisis probabilitas yang diketahui saat ini. Analisis dilakukan dengan membuat asumsi bahwa suatu sistem dimulai dengan kondisi awal. Probabilitas perubahan dari satu kondisi ke kondisi lainnya dengan menggunakan matriks probabilitas transisi. Vektor dari probabilitas kondisi untuk periode t ditentukan sebagai [11]:
X t X1 , X 2 , X3 , , X n
dengan, n menyatakan
(1)
jumlah kondisi, sedangkan
X1 , X 2 , X3 , , X n probabilitas
kondisi 1, 2, …, n. Dengan syarat:
X1 X 2 X n 1
(2)
Matriks probabilitas transisi dapat ditentukan sebagai berikut:
P11 P P 21 Pm1
P12 P1n P22 P2 n Pm 2 Pmn
(3)
dengan Pmn= Probabilitas kondisi n setelah kondisi m periode sebelumnya Dengan syarat: Pm1 Pm 2 Pmn 1 (4) Maka secara umum X (t) dapat ditentukan sebagai:
X t X (0) P t
(5)
dengan X (0) = Probabilitas kondisi pada periode awal, dan t = Jumlah periode. Dengan mengasumsikan probabilitas banjir terhadap sistem yang mengganggu fungsi keselamatan, maka dengan rantai markov tersebut dapat ditentukan probabilitas banjir yang mempengaruhi terhadap ketahanan desain PWR generasi III+. 2.4.
Metoda Metoda analisis yang dilakukan adalah pertama menentukan jenis komponen/sistem pendukung yang akan terancam banjir eksternal berdasarkan posisi layout (tata letak) serta konsep desain yang diterapkan. Parameter desain yang dikaji dengan mempertimbangkan kerangkapan (redundancy), keragaman (diversivity) dan keterpisahan fisik (physical separation). Selanjutnya disusun rentetan kejadian yaitu dari kejadian awal (banjir eksternal) yang menimbulkan komponen/sistem pendukung (support system) terancam, sehingga sistem keselamatan utama mengalami gangguan (malfunction). Dari rentetan kecelakaan tersebut selanjutnya ditentukan probabilitas kemampuan desain dalam mengantisipasi terhadap banjir eksternal. Penentuan probabilitas dilakukan dengan membuat model berdasarkan setiap item pada rentetan kecelakaan dengan metoda rantai markov. Setiap item tersebut diasumsikan mempunyai probabilitas gagal, sehingga probabilitas gagal total atau kemampuan desain dalam mengantisipasi banjir eksternal dapat dihitung. Sebagai obyek kajian adalah AP-1000, US-APWR dan US-EPR.
3.
HASIL DAN PEMBAHASAN
Berdasarkan pemilihan tapak, maka banjir eksternal dapat dieliminasi yaitu antara lain dengan mempertimbangkan kontur daratan (elevasi dan kemiringan tanah). Namum
ISSN 1979-1208
222
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional demikian bila banjir eksternal mampu mencapai tapak, yang terpengaruh adalah sistem keselamatan maupun sistem pendukung yang terjangkau oleh banjir eksternal. Maka secara umum yang berhubungan langsung dengan kondisi ini adalah posisi generator diesel darurat yang bertugas mensuplai listrik serta posisi air yang digunakan untuk cadangan pendinginan teras dan tempat penyimpanan bahan bakar bekas. Apabila banjir mampu memasuki gedung reaktor dan turbin, maka dapat diklasifikasikan sebagai kejadian awal banjir internal. Banjir internal ini dapat langsung mengenai item-item yang penting untuk keselamatan atau menimbulkan efek sekunder, misalnya terjadinya hubungan pendek, efek tekanan hidrostatis, kesalahan instrument ataupun kondisi kekritisan. Namun kondisi ini sangat kecil peluangnya, karena PWR generasi III+ telah menerapkan desain secara konservatif dan komprehensif. Sehubungan dengan posisi generator diesel dan cadangan pendingin pada PWR generasi III+ akibat banjir eksternal tidak merupakan ancaman bagi keselamatan karena telah diterapkan konsep keterpisahan secara fisik dan redundansi. Dari perhitungan probabilistik didapatkan probabilitas gagal sistem serta desain dalam mengantisipasi banjir eksternal seperti ditunjukkan dalam Tabel 3. Bila dikaji pada PWR generasi III+ tipe pasif yaitu AP-1000, akibat banjir eksternal sangat kecil pengaruhnya terhadap keselamatan reaktor bahkan dapat diabaikan seperti ditunjukkan dalam Tabel 3. Hal ini disebabkan karena pendinginan dilakukan secara sirkulasi alam, baik melalui media air maupun udara yaitu melalui berfungsinya akumulator, CMT (Core Make-up Tank), PRHR (Passive Residual Heat Removal) dan PCCS (Passive Containment Cooling System), serta banjir eksternal tidak akan mempengaruhi fungsi buangan panas akhir (ultimate heat sink). Sehingga reaktor dapat mempertahankan dalam kondisi aman sampai dengan 72 jam tanpa tindakan operator tanpa tergantung listrik dan cadangan air. Maka apabila dilihat pada Gambar 1, posisi generator diesel jauh dari gedung reaktor dan bukan merupakan kategori seismik I. Pada AP-1000 ini, posisi komponen atau sistem pendukung yang berhubungan dengan safety related tersusun secara kompak, sehingga probabilitas dampak banjir yang berupa genangan air yang berpengaruh terhadap kinerja fungsi sangat kecil. Beberapa sistem diubah klasifikasinya dari kelas keselamatan menjadi non keselamatan antara lain: pemindah panas sisa (RHR, Residual Heat Removal), penyemprot pengungkung (CS, Containment Spray), diesel darurat (EDG, Emergency Diesel Generators). Dengan perubahan status tersebut menunjukkan bahwa dampak banjir eksternal bukan merupakan ancaman yang serius terhadap ketahanan desain. Tabel 3. Hasil Perhitungan Probabilitas Gagal Dengan Rantai Markov No. Jenis PWR Probabilitas Gagal Akibat Banjir Eksternal Probabilitas Gagal Generasi III+ Dibandingkan Dengan PWR generasi II Desain Dalam Mengantisipasi Banjir Generator Diesel Sistem Keselamatan Eksternal Darurat 1. AP-1000 0 0 0 2. US-APWR 0,5 0,3 10-4 3. US-EPR 0,5 0,3 10-6 Pada PWR generasi III+ jenis aktif, banjir eksternal juga kecil probabilitasnya yang mengancam terhadap kerusakan teras, walaupun beberapa sistem pendukung dapat terancam. Dalam PWR generasi III+ tipe ini (US-EPR dan US-APWR) generator diesel darurat masih merupakan hal yang penting untuk keselamatan dan mempunyai peluang terancam banjir eksternal. Kecilnya probabilitas tersebut untuk tipe US-EPR dilakukan dengan menggunakan parameter redundansi dan pemisahan fisik yang sangat ketat yaitu sebanyak 4 jalur keselamatan (safety train) yang mandiri (independent) serta peletakan posisi dan arah yang berbeda. Seperti ditunjukkan dalam Gambar 3, gedung keselamatan terletak
ISSN 1979-1208
223
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional pada 3 posisi yang berlawanan, sedangkan diesel darurat pada 2 posisi yang berlawanan. Dengan letak posisi gedung keselamatan yang demikian maka probabilitas gagalnya akibat banjir eksternal secara pesimistis menjadi 0,3 kalinya dibandingkan desain PWR generasi II seperti ditunjukkan dalam Tabel 3. Namun hal ini sebenarnya akan lebih kecil dari harga tersebut, karena setiap gedung keselamatan merupakan pelindung untuk gedung keselamatan lainnya, tergantung dari arah datangnya banjir. Demikian juga dengan posisi gedung diesel darurat, maka secara pesimistis probabilitas gagalnya menjadi 0,5 kalinya dibandingkan desain PWR generasi II. Seperti halnya pada posisi gedung keselamatan, probabilitas ini menjadi semakin kecil tergantung dari arah banjir. Maka dari itu, secara total probabilitas ini akan semakin kecil bila mengatur arah tata letak fasilitas secara keseluruhan dengan menghindari arah yang mempunyai peluang terbesar datangnya banjir berdasarkan hasil evaluasi tapak. Pada US-APWR walaupun juga menerapkan keterpisahan fisik tetapi lebih menekankan aspek redundansi (4 jalur) dan keandalan sistem untuk setiap jalur yaitu salah satunya dengan mengunakan 2 jenis sumber listrik yang berbeda untuk menggerakkan pompa. Posisi sistem keselamatan walaupun menerapkan prinsip redundansi, tetapi semuanya terletak dalam gedung reaktor sehingga walaupun terletak dalam gedung yang sama, tetapi masih termasuk kategori seismik I. Sedangkan gedung generator diesel darurat seperti halnya US-EPR terletak pada 2 posisi yang berlawanan, maka mempunyai probabilitas gagalnya sama pula, seperti terlihat dalam Tabel 3. Dari ketiga jenis PWR generasi III+ tersebut posisi IRWST (In containment Refueling Water Storage) yang merupakan sebagai cadangan pendingin terletak di dalam pengungkung, hal ini merupakan perubahan yang sangat signifikan bila dibandingkan dengan PWR generasi II, sehingga pendinginan reaktor terpenuhi walaupun terjadi banjir eksternal. Dengan rantai markov, serta mempertimbangkan setiap sistem yang ada pada redundansi mempunyai peluang gagal, serta probabilitas gagal tergantung dari arah banjir, maka pada PWR generasi III+ sistem aktif yang mengancam pada keselamatan reaktor mempunyai probabilitas sekitar 10-4 – 10-6, seperti terlihat dalam Tabel 3. Angka ini termasuk kecil, karena selanjutnya akan diperkalikan dengan probabilitas terjadinya banjir berdasarkan data tapak yang ada. Sedangkan pada tipe pasif, secara rantai markov probabilitasnya mendekati 0, karena banjir eksternal tidak mempengaruhi sumber listrik dan sumber cadangan air. Dalam analisis ini, banjir eksternal ditinjau sebagai kejadian awal yang menimbulkan efek primer. Bila banjir eksternal sebagai efek sekunder, misalnya didahului dengan kejadian awal lainnya seperti gempa, maka desain harus mempertimbangkan kemungkinan kejadian tersebut. Seperti halnya pada AP-1000, walaupun tidak tergantung dengan listrik dan cadangan air pendingin pada kondisi darurat, tetapi skenario ini akan berubah bila tempat untuk cadangan air pendingin tersebut mengalami kerusakan setelah terjadinya kejadian awal sebelumnya, misalnya: PRHR, IRWST, tanki air pada PCCS (passive containment cooling system) mengalami kerusakan. Pada PWR generasi III+ hal tersebut sudah dipertimbangkan dengan mengkategorikan sistem tersebut pada bangunan yang termasuk kategori seismik I, maka pada bagian ini harus diterapkan batasan kekuatan gempa yang sangat ketat. Walaupun demikian apabila skenario terburuk tersebut terjadi, maka sesuai dengan prinsip gagal-aman (fail safe), karena posisinya di atas sistem pendingin primer/teras reaktor, air pada IRWST dan tangki air pada PCCS akan menyiram teras secara gravitasi.
ISSN 1979-1208
224
Prosiding Seminar Nasional Pengembangan Energi Nuklir IV, 2011 Pusat Pengembangan Energi Nuklir Badan Tenaga Nuklir Nasional
4.
KESIMPULAN
Dari analisis ini dapat disimpulkan bahwa berdasarkan konsep desain yang diterapkan, desain PWR generasi III+ mampu mengantisipasi ancaman banjir eksternal, karena secara probabilistik didapatkan probabilitas gagal yang mengarah pada kerusakan teras atau penyimpanan bahan bakar bekas sangat kecil yaitu antara 10-4 – 10-6. Secara probabilistik didapatkan juga bahwa PWR generasi III+ jenis pasif, kejadian awal terpostulasi banjir eksternal dapat diabaikan.
DAFTAR PUSTAKA: [1] [2] [3] [4]
[5] [6] [7]
[8]
[9] [10] [11] [12]
IAEA, Safety Standard Series, Safety of Nuclear Power Plant: Design, Safety Requirement, NS-R-1 IAEA, Vienna, (2001). IAEA, Safety Standard Series, Safety Assessment for Facilities and Activities, Safety Requirement, GS-R4 IAEA, Vienna, (2009). BAPETEN, Ketentuan Keselamatan Desain Reaktor Daya, Perka BAPETEN No. 3 Tahun 2011, Jakarta, (2011). IAEA, Safety Standard Series, Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assesment for Nuclear Power Plants, Specific Safety Guide, SSG-3 IAEA, Vienna, (2010). IAEA, Safety Standard Series, External Events Excluding Earthquakes in the Design of Nuclear Power Plants, Safety Guide, NS-G-1.5 IAEA, Vienna, (2003). BAPETEN, Ketentuan Keselamatan Evaluasi Tapak Reaktor Nuklir, Perka BAPETEN No. 5 Tahun 2007, Jakarta, (2007). TJAHYANI, D. T. S., Analisis Kejadian Pemicu Berdasarkan Desain Tipe PWR Generasi III (III+), Seminar Nasional ke-16 Teknologi dan Keselamatan PLTN serta Fasilitas Nuklir, ITS-BATAN, Surabaya, (2010). MIŠÁK, J., Evolution of Safety Assessment Approaches for GEN III Systems and Implications for Future System, INPRO Dialogue Forum on Nuclear Energy Innovations, IAEA, Vienna, (2010). RANDY B., Summer Seminar on the Westinghouse AP-1000 Reactor, Status of Advanced Light Water Reactor Designs, (2006). MITSUBISHI, US-APWR: General Arrangement of Nuclear Island, MITSUBISHI, (2007). MARK, S., U.S. EPR Design Overview, AREVA, (2007). RENDER, STAIR, AND HANNA, Quantitative Analysis for Management: Markov Analysis, Prentice-Hall, (2009).
DISKUSI 1.
Pertanyaan dari Sdr. Djati HS (PPEN-BATAN): Bagaimana kaitan kejadian gempa dan tsunami Fukushima menimpa PLTN Gen III? Jawaban: Apabila peristiwa seperti Fukushima menimpa PWR generasi III + tidak akan parah, karena pada PWR generasi III+ menekankan prinsip pasif dan pemisahan fisik serta redundansi secera jelas. Sehingga bila terjadi banjir, diesel generator dan cadangan air tidak terganggu. Bahkan untuk AP-1000 pada saat kecelakaan bisa ditinggalkan tanpa campur tangan operator selama 72 jam.
ISSN 1979-1208
225
